El reactor económico simplificado de agua en ebullición ( ESBWR ) es un diseño de reactor pasivamente seguro de generación III+ derivado de su predecesor, el reactor de agua en ebullición simplificado (SBWR) y del reactor avanzado de agua en ebullición (ABWR). Todos son diseños de GE Hitachi Nuclear Energy (GEH) y se basan en diseños anteriores de reactores de agua en ebullición .
Los sistemas de seguridad nuclear pasiva en un ESBWR funcionan sin utilizar bombas, lo que crea una mayor seguridad, integridad y confiabilidad del diseño, al tiempo que reduce el costo general del reactor. También utiliza la circulación natural para impulsar el flujo de refrigerante dentro de la vasija de presión del reactor (RPV); esto da como resultado menos sistemas que mantener y evita pérdidas significativas de BWR, como roturas de líneas de recirculación. No se necesitan bombas de circulación ni tuberías asociadas, fuentes de alimentación, intercambiadores de calor, instrumentación ni controles para estos sistemas.
Los sistemas de seguridad pasiva de ESBWR incluyen una combinación de tres sistemas que permiten la transferencia eficiente del calor de desintegración (creado a partir de la desintegración nuclear) desde el reactor a charcos de agua fuera de la contención: el sistema de condensador de aislamiento, el sistema de enfriamiento impulsado por gravedad y la contención pasiva. Sistema de refrigeración . Estos sistemas utilizan la circulación natural basada en leyes físicas simples para transferir el calor de desintegración fuera de la contención mientras mantienen los niveles de agua dentro del reactor, manteniendo el combustible nuclear sumergido en agua y adecuadamente enfriado.
En eventos donde el límite de presión del refrigerante del reactor permanece intacto, se utiliza el Sistema de Condensador de Aislamiento (ICS) para eliminar el calor de desintegración del reactor y transferirlo fuera de la contención. El sistema ICS es un sistema de circuito cerrado que conecta la vasija de presión del reactor a un intercambiador de calor ubicado en la elevación superior del edificio del reactor. El vapor sale del reactor a través de las tuberías del ICS y viaja a los intercambiadores de calor del ICS que están sumergidos en una gran piscina. El vapor se condensa en los intercambiadores de calor y el condensado más denso fluye de regreso al reactor para completar el circuito de enfriamiento. El refrigerante del reactor circula a través de esta ruta de flujo para proporcionar enfriamiento continuo y agregar agua al núcleo del reactor.
En los casos en los que el límite de presión del refrigerante del reactor no permanece intacto y se está perdiendo el inventario de agua en el núcleo, el sistema de enfriamiento de contención pasiva (PCCS) y el sistema de enfriamiento impulsado por gravedad (GDCS) trabajan en conjunto para mantener el nivel del agua en el núcleo y eliminar el calor de desintegración del reactor transfiriéndolo fuera de la contención.
Si el nivel de agua dentro de la vasija de presión del reactor cae a un nivel predeterminado, debido a la pérdida de inventario de agua, el reactor se despresuriza y se inicia el GDCS. Consiste en grandes charcos de agua dentro de la contención ubicada sobre el reactor y que están conectados a la vasija de presión del reactor. Cuando se inicia el sistema GDCS, la gravedad obliga al agua a fluir desde las piscinas hacia el reactor. Las piscinas están dimensionadas para proporcionar cantidades suficientes de agua para mantener el agua a un nivel por encima de la parte superior del combustible nuclear. Después de que el reactor ha sido despresurizado, el calor de desintegración se transfiere a la contención a medida que el agua dentro del reactor hierve y sale de la vasija de presión del reactor hacia la contención en forma de vapor.
El PCCS consta de un conjunto de intercambiadores de calor ubicados en la parte superior del edificio del reactor. El vapor del reactor sube a través de la contención hasta los intercambiadores de calor PCCS donde se condensa el vapor. Luego, el condensado drena de los intercambiadores de calor PCCS de regreso a las piscinas del GDCS, donde completa el ciclo y drena nuevamente a la vasija de presión del reactor.
Tanto el intercambiador de calor ICS como el PCCS están sumergidos en una piscina de agua lo suficientemente grande como para proporcionar 72 horas de capacidad de eliminación del calor de desintegración del reactor. La piscina tiene ventilación a la atmósfera y está ubicada fuera de la contención. La combinación de estas características permite que la piscina se rellene fácilmente con fuentes de agua de baja presión y tuberías instaladas.
El núcleo del reactor es más corto que en las plantas BWR convencionales para reducir la caída de presión sobre el combustible, permitiendo así la circulación natural. Hay 1.132 haces de barras de combustible y la potencia térmica es de 4.500 MWth en el SBWR estandarizado. [1] La producción nominal es de 1594 MWe brutos y 1535 MWe netos, lo que produce una eficiencia general de la planta Carnot de aproximadamente el 35%. [2]
En caso de accidente, el ESBWR puede permanecer en un estado seguro y estable durante 72 horas sin ninguna acción del operador ni siquiera energía eléctrica. Los sistemas de seguridad ESBWR están diseñados para funcionar normalmente en caso de un apagón de la estación, que impidió el funcionamiento adecuado de los sistemas de enfriamiento del núcleo de emergencia en la planta de energía nuclear de Fukushima Daiichi . Debajo del buque, hay una estructura de tuberías (receptor de núcleos) que permite el enfriamiento del núcleo durante cualquier accidente muy severo. Estos tubos facilitan el enfriamiento con agua por encima y por debajo del núcleo fundido. El informe final de evaluación de seguridad aceptado por la NRC informa una frecuencia general de daños al núcleo de 1,65 * 10 −8 por año (es decir, aproximadamente una vez cada 60 millones de años). [3]
De manera similar al ABWR, la contención se inertiza con nitrógeno antes de la operación para evitar incendios y se puede desinertizar después de la parada del reactor para mantenimiento. Como este BWR no se puede controlar mediante el control del caudal porque carece de bombas de recirculación, se puede controlar con la temperatura del agua de alimentación que ingresa al reactor. [4]
La ESBWR recibió un Informe de Evaluación de Seguridad [5] y una Aprobación de Diseño Final [6] positivos el 9 de marzo de 2011. El 7 de junio de 2011, la NRC completó su período de comentarios públicos. [7] La norma final se emitió el 16 de septiembre de 2014, después de que se resolvieran dos problemas pendientes con el modelado de cargas de GE-Hitachi en el secador de vapor. [8] [9]
En enero de 2014, GE Hitachi pagó 2,7 millones de dólares para resolver una demanda que alegaba que había hecho afirmaciones falsas ante la NRC sobre su análisis del secador de vapor. [10]
La NRC otorgó la aprobación del diseño en septiembre de 2014. [11]
Sin embargo, en septiembre de 2015, a solicitud del propietario Entergy , la NRC retiró la solicitud de licencia combinada de construcción y operación para la primera unidad ESBWR propuesta en la estación de generación nuclear Grand Gulf . [12]
El 31 de mayo de 2017, la Comisión Reguladora Nuclear anunció que había autorizado la emisión de una Licencia Combinada para la unidad 3 de la Estación Generadora Nuclear North Anna. [13] [14]
